白乳胶pH值测量结果不确定度的评定

依据JJF1059.1-2012《测量不确定度评定与表示》对GB/T8325-1987《聚合物和共聚物水分散体pH 值测定方法》中酸度计测量哥俩好1#白乳胶 pH 值的不确定度进行评定,对影响测量不确定度的因素进行探究。结果表明,影响测量结果的主要不确定度分量是仪器基本误差引入的不确定度,其次是重复性测量和缓冲溶液配制过程中引入的不确定度。     

AP1000核电厂自动泄压系统误启动事故计算

基于最佳估算程序RELAP5/MOD3.3,对AP1000核电厂冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行了建模分析,得到了自动泄压系统(ADS)阀门误启动事故下,系统压力、破口流量、系统水装量等参数的瞬态变化,计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序的计算结果进行了比较与分析。结果表明:AP1000核电厂的非能动专设安全设施能有效对一回路进行冷却和降压,防止堆芯过热,验证了AP1000发生ADS阀门误启动事故后的安全性。     

基于CFD方法的非能动余热排出系统数值模拟

本文应用FLUENT软件对APl000的非能动余热排出热交换器和换料水箱进行了数值模拟，分析了不同c型传热管数量和冷却剂入口温度对热交换器换热性能和换料水箱内热分层、自然循环现象的影响。分析表明，总体通流面积不变，随着传热管数量增加，热交换器出口温度变小，水箱水温整体提升，热分层现象显著，自然循环趋势明显；质量流量不变，随着冷却剂入口温度的增加，入口流速增加，热交换器出口温度变大，但降温幅度也变大，水箱平均水温升高，热分层范围扩大，自然循环流速加快。     

中国实验快堆热工流体现象多维度耦合分析方法研究

多维度耦合方法是将传统的一维反应堆热工流体力学程序与三维流体动力学分析软件通过一定的耦合方法有机的结合起来,实现反应堆局部复杂流体现象分析与系统计算的统一.本文根据中国实验快堆设计和运行经验,开发了基于RUBIN和FLUENT的耦合程序框架,通过对中国实验快堆满功率运行工况的测试计算,完成了对耦合程序的初步验证.     

池式快堆三维热工流体力学设计研究

随着计算机软硬件技术的发展,三维数值分析技术已经成为池式快堆堆芯和钠池热工设计和计算分析的重要组成部分,并在其中发挥着不可替代的作用.通过对池式快堆几个典型热工现象的分析,展示了我国第一座池式快堆(中国实验快堆)热工设计和安全分析中所拥有的设计手段和工具,总结了三维数值分析技术在快堆工程中的应用,并指出了其对今后快堆热工设计的重要意义.     

基于Fluent程序的AP1000堆芯组件热工水力计算与分析

本文利用计算流体力学程序Fluent对AP1000反应堆组件稳态运行时的内部温度场和速度场的分布情况进行模拟计算,研究格架对流动的影响及计算在不同模型下格架的阻力系数,并将Fluent与VIPRE-W的计算结果进行对比,以验证Fluent程序在计算堆芯组件时的准确性。     

基于RELAP5的大功率非能动核电厂SGTR事故分析研究

本文应用RELAP5/mod3.3程序对大功率非能动核电厂进行建模,开展了蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)分析研究,研究就事故造成的最大质量释放和破损SG最大水体积两种工况分别进行了计算。通过对两种工况计算结果的分析,发现虽然在不同工况条件下,系统参数变化和事故发展序列存在一定差异,但总体来讲,在SGTR事故过程中即使操纵员不干预,大功率非能动核电厂保护系统和非能动设计措施将会触发自动的响应措施,可终止蒸汽发生器(SG)传热管的泄漏,并将反应堆冷却剂系统(RCS)稳定在安全状态,能够防止SG发生满溢和自动降压系统动作,最终使放射性后果在可接受剂量水平限值范围内。     

CEFR3层水平热屏蔽热工流体的数值研究

中国实验快堆（CEFR）采用池式结构,钠池分为冷钠池和热钠池,冷、热钠池之间的3层水平热屏蔽层既是热池的冷边界,也是冷池的热边界,其内部的热工流体直接影响着冷池和热池内的温度分布。针对CEFR满功率运行工况,利用CFX软件,对1/4区域水平热屏蔽层内的热工流体进行三维数值模拟,冷池边界为360℃,热池边界取490和516℃两种方案,数学模型采用RNGk-ε模型。与现有结果相比,由于考虑了对流换热,所得到的平均温度低于设计温度。     

CEFR反应堆容器散热计算

CEFR高温的冷却剂与外界大气之间存在巨大的温差。尽管反应堆表面设有保温层,散热量仍很可观。为了确定热量排出情况,保证反应堆安全,本工作对堆容器的散热情况进行计算。计算范围包括主容器、氩气层、保护容器、保温层等。根据边界条件的不同,计算了4种状态下的系统散热情况:额定功率运行、冷停堆、热停堆及全厂断电事故状态。计算考虑热传导、对流及辐射等多种热传递方式。采用热工流体程序STAR-CD,按照1∶1的比例,六面体Hexa网格模拟堆容器结构。计算方法为压力隐式算子分割算法。计算结果显示:堆容器系统的温度由内到外逐渐降低,在…     

适用于Living PSA快速求解最小割集的算法研究

Living PSA是现今核电厂安全分析的热点之一,核电厂本身是一个非常复杂的系统,其相应的Living PSA模型也相当庞大,这样在Living PSA的应用中,计算软件的分析速度成为限制其发展的瓶颈之一.本文基于现行常用的PSA分析算法,设计了一个能够快速求解故障树的算法.该算法首先将生成的故障树转化成用于计算的标准故障树,然后对标准故障树进行模块化,生成四类基本的独立子树,最后调用优化过的最小割集算法并采用多叉树方法进行割集的合并和吸收.该算法目前已应用于核电站快速风险分析软件平台NFRISK的开发中,并通过应用于中国实验快堆的一些系统和设备的故障树分析对其进行了初步验证.